換料水箱焊接見證件背彎開裂原因分析及處理

黃宗仁，唐宏偉，楊靜瑞

（1.中國核動力研究設計院，四川 成都 610041；2.中國核電工程有限公司，北京 100840）

換料水箱焊接見證件背彎開裂原因分析及處理

黃宗仁員，唐宏偉2，楊靜瑞1

（1.中國核動力研究設計院，四川 成都 610041；2.中國核電工程有限公司，北京 100840）

換料水箱在核電機組出現失水事故情況下為反應堆提供應急水源，導出反應堆內核燃料的剩余釋熱，承擔著核電機組的安全功能。介紹了換料水箱底板邊緣板焊接見證件的制作工藝、背彎試驗方法與試驗結果，分析見證件背彎開裂的原因，采取一定的控制措施重新制作見證件，并取雙倍試樣進行背彎試驗，試驗結果合格。

換料水箱；見證件；背彎開裂；分析；解決方法

0 前言

壓水堆核電站反應堆水池和乏燃料水池冷卻和處理系統（簡稱PTR系統）的功能是對反應堆水池和乏燃料水池進行冷卻、凈化、充水和排水。換料水箱作為PTR系統的重要組成部分，在機組出現失水事故的情況下為反應堆提供應急水源，在反應堆換料時實現反應堆水池的充水和排水。

換料水箱為立式常壓容器，主要由一個球冠形封頭（上封頭）、一個圓柱形筒體和一個平封頭（下封頭）焊制而成。為了驗證產品焊接接頭質量的可靠性，并確保產品焊接符合工藝評定試驗所確定的操作要求，通常的做法是通過產品焊接見證件的破壞性試驗來實現。通過彎曲（面彎、背彎）試驗結果反映出焊接接頭機械性能的綜合狀況，驗證換料水箱的可靠性。

福建福清核電廠1號機組換料水箱在制造過程中，對底板邊緣板焊接見證件進行背彎試驗時，焊縫兩側熔合線附近位置產生開裂。針對這一問題，分析其原因并采取合理的試驗方案進行處理，使產品焊接見證件得以順利通過。

1 見證件制作

1.1 母材

制作見證件的母材為022Cr19Ni10奧氏體不銹鋼，化學成分如表1所示。其母材爐批號073D0983，見證件規格400 mm×150 mm×21 mm。墊板材料也為022Cr19Ni10奧氏體不銹鋼，爐批號253536，規格500 mm×50 mm×6 mm。

1.2 焊材

制作見證件所用的焊材牌號為E308L-16，其化學成分如表2所示。所用焊材有φ3.2mm和φ4.0 mm兩種規格，爐批號分別為510591和510594，前者用于根部焊道焊接，后者用于填充焊道焊接。

1.3 焊接坡口

見證件焊接采用的坡口形式如圖1所示，坡口角度60°，鈍邊高度1.5 mm，組對間隙6～8 mm。

1.4 工藝參數

見證件制作采用焊條電弧焊，焊機型號WS-400E，焊接工藝參數如表3所示。焊接采用多層多道焊的方式，焊道寬度不得大于焊心直徑的三倍，焊道間溫度應小于等于150℃。

2 背彎試驗

2.1 試樣加工

按照RCC-M MC1263的規定[1]，通過機械加工方法獲得背彎試樣如圖2所示，試樣編號分別為0202-FN01-R-01和0202-FN01-R-02。試樣長度L=300mm，厚度t=21 mm，寬度b=35 mm，棱角半徑r≤3 mm，試樣表面粗糙度小于等于3.2 μm。

2.2 試驗描述

按照RCC-M MC1263的規定進行背彎試驗[1]，背彎試驗壓頭直徑D=4t，兩支承輥間的距離P=6.2t，彎曲角=180°，背彎試驗如圖3所示。將試樣放在兩個平行的支承輥上，焊縫表面朝上，焊縫軸線與兩支承輥中心線對齊，通過壓頭垂直于試樣表面施加載荷，使試樣逐漸連續地彎曲，直至彎曲角達180°[2]。

3 試驗結果和分析

3.1 試驗結果

背彎試驗的驗收標準：不得有明顯的開裂，單個裂紋、氣孔及夾渣長度小于等于3 mm。背彎試驗結束后，試樣0202-FN01-R-01和0202-FN01-R-02在焊縫兩側熔合線附近均產生開裂，裂紋沿熔合線貫穿整個焊縫長度，試驗結果不合格。其中，試樣0202-FN01-R-01開裂情況如圖4所示。

3.2 工藝分析

制作見證件的母材和焊材均按標準驗收合格；焊工具有相關焊接資質，且參與了產品焊縫的實施，產品焊接合格率大于99%；焊接工藝與產品焊縫、工藝評定是一致的，通過查閱焊接記錄，相關焊接參數都在焊接工藝規程規定的范圍內。因此，可以排除由于見證件制作工藝不當而造成的背彎試樣開裂。

3.3 金相分析

選取0202-FN01-R-02背彎開裂試樣，在距離開裂較大一端的1/3試樣寬度處橫向切取兩個金相試樣（分別為試樣1和試樣2），保留1/3寬度試樣備用，取樣示意如圖5所示。取樣時，采取適當的保護措施保持試樣開裂的原始狀態，金相試樣檢測面至少應包括熔敷金屬、熔合線和母材熱影響區。

宏觀金相檢測結果如圖6所示，由圖可知，母材與焊縫熔合良好，未見未熔合、未焊透、夾雜等焊接缺陷。微觀金相檢測結果如圖7所示，由圖可知，焊縫與母材熔合良好，未見顯微裂紋及沉淀物，裂紋缺口沿熔敷金屬進一步延伸。由此表明，背彎試樣開裂不是由于焊縫根部存在焊接缺陷造成的。

3.4 試樣分析

通過觀察和測量開裂試樣0202-FN01-R-01（見圖4）和0202-FN01-R-02可知，裂紋均位于焊縫兩側熔合線附近，兩側開裂處的距離約為7mm（坡口組對間隙6～8 mm），且沿熔合線貫穿整個焊縫長度。見證件焊接接頭宏觀金相和焊縫根部放大照片如圖8所示，結合開裂位置，可以確定背彎試樣開裂是由于見證件試板組對時與墊板無法完全貼緊，打底焊時熔化的金屬從根部溢出至墊板與試板之間的間隙內，該部分金屬的能量不足以熔化相鄰的母材。在加工試樣去除墊板時，未將焊縫間隙內多余的溢出金屬去除，使加工后的試樣在焊縫根部兩側熔合線附近附著一層金屬，該金屬層與母材之間只是粘結在一起，未形成原子間的結合，在彎曲試驗中無法承受試驗拉力而產生開裂。

4 背彎開裂解決方法

使用相同的母材、焊材、設備和焊工，按照與產品焊接相同的工藝參數，在相同的施焊環境下重新制作見證件。坡口組對時，盡可能控制試板與墊板的間隙；加工背彎試樣時，確保將試板與墊板間隙內多余的溢出金屬完全去除。取雙倍試樣嚴格按照相關規定進行背彎試驗（試樣編號分別為0202-FN01-YZ-R-01、0202-FN01-YZ-R-02、0202-FN01-YZR-03和0202-FN01-YZ-R-01），試驗結果均合格。

加倍的背彎試驗結果表明：見證件背彎開裂原因分析正確，換料水箱的制造工藝穩定，換料水箱產品的焊縫質量可靠。

5 結論

通過分析換料水箱見證件焊接工藝、背彎開裂試樣外觀和金相檢驗結果，并重新制作見證件進行雙倍試樣的背彎試驗，根據試驗結果可以得出如下結論：

（1）換料水箱焊接見證件背彎開裂是由于試樣機加工去除墊板時，未將母材與墊板之間多余的溢出金屬去除，該溢出金屬與母材的結合力不足以承受彎曲試驗拉力造成的。

（2）提出了換料水箱焊接見證件背彎開裂問題的解決方法，使見證件得以順利通過。

（3）換料水箱的制造工藝是穩定的，換料水箱的質量是符合RCC-M規定的，同時換料水箱的使用是安全的。

[1]RCC-M，壓水堆核島機械設備設計和建造規則（2000版+2002補遺）（焊接篇）[S].

[2]GB/T 2653-2008，焊接接頭彎曲試驗方法[S].

[3]GB/T 13298-1991，金相顯微組織檢驗方法[S].

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[2] 弢張應強，魏鏡 ，王庭有，等.RGV控制系統設計研究[J].河南科學，2012（1）：1-5.

[3] 張桂琴，張仰森.直線往復式軌道自動導引車智能調度算法[J].計算機工程，2012（1）：1-5.

[4] 孫 晶.流水線生產節拍選擇的研究[D].吉林：東北林業大學，2009.

Cause analysis and handling for the cracks on the weld test coupon of refueling water storage tank during the root bend test

HUANG Zong-ren1，TANG Hong-wei2，YANG Jing-rui1
（1.Nuclear Power Institute of China，Chengdu 610041，China；2.China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）

Refueling water storage tank in the nuclear power group，loss of coolant accident cases provide emergency water supply for the reactor，residual heat from the reactor core fuel，bear the security function of nuclear power unit.The refueling water storage tank bottom plate welding process，edge receive documents back and test results of bending test method，analysis reason documents back bent crack，taken certain measures to re create the certificate，and take double samples back bending test，the test results of qualified.

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TG441.7

：B

：1001-2303（2014）02-0084-04

10.7512/j.issn.1001-2303.2014.02.20

2012-11-13；

2013-05-24

黃宗仁（1984—），男，福建龍巖人，工程師，主要從事核電站總體設計與管理工作。